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清野 赳*; 山手 一記*; 玉置 等史
Proceedings of IAEA Topical Meeting on Advanced Safety Assessment Methods for Nuclear Reactors (CD-ROM), 5 Pages, 2007/10
リスク評価により得られるリスク情報は、安全に関する意志決定に有益な情報となる。原子炉施設においては、規制,運転管理及び保守を合理的に実施するために、リスク情報を活用する検討を進めている。本報告では、原子炉施設よりリスクが小さいとされる核燃料取扱施設を対象に、リスク情報を施設の保守・管理へ実践的に適用する際の基本的な考え方を示した。ここでは、通常運転に復帰不可能な異常状態に至らないよう運転を維持するために必要な事故進展防止策を重要とする指標を提案した。この指標を用いて事故進展防止策をグレード付けし、着目する防止策を限定することで、効率的な保守管理が可能であることを示した。
平林 孝圀; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 山手 一記*; 池ノ谷 秀行*
Proc. of Int. Conf. on Incineration & Thermal Treatment Technologies (IT3 Conference), p.261 - 264, 1998/00
低レベル放射性固体廃棄物の減容・安定化の観点から、焼却・溶融処理プロセスについて考察し、プラズマ-誘導複合溶融装置を製作した。種々の発生源から生じる低レベル放射性廃棄物は多くの異なった物質から成っているので、溶融廃棄体を作製するためには、非金属の加熱に有利なプラズマ加熱方式と金属の加熱に有利な誘導加熱方式のパワーバランスをとり、廃棄物の組成に最適な溶融条件下で溶融処理を行う必要がある。プラズマ-誘導複合溶融システム全体の概要、プラズマトーチ及び誘導炉から成る溶融装置、溶融物を固化するための造塊装置、廃ガス浄化装置、廃棄物の投入や測温を行うロボットシステム、溶融時の各種データを収集するためのシステム等について詳細を発表し、試運転の状況について述べる。
山手 一記*; 中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 櫻井 大八郎*
鋳造工学, 68(8), p.644 - 649, 1996/00
原子力施設の廃止措置により発生する低レベル放射性廃棄物を再利用するための技術開発は、廃棄物の減容、資源の有効利用の観点から重要である。特に金属廃棄物の再利用では、放射性核種の溶融時における移行挙動が再利用の安全性に関して重要なポイントとなっている。そこで原研で行った基礎的な溶融試験で得られた放射性核種移行データを統計解析手法を用いて解析した。その結果、Mn、ZnおよびSrの生成物への移行挙動については、主にスラグと溶湯間の酸化反応に支配されるため、スラグの酸素濃度によって説明できることが明らかになった。一方、Csについては酸化反応では説明できず、蒸発および珪酸ネットワークによる取り込み効果等の物理条件により排ガス系への移行が決定すると推定される。
藤木 和男; 山手 一記
EUR-15691, 0, p.133 - 146, 1994/00
低レベル金属廃棄物の再利用での溶融処理は、材料加工の第一段階であるのみでなく、除染・残留放射能測定の容易化・減容の多面的な長所を有する重要なプロセスである。この溶融時の放射性核種の移行等に関するデータ収集のため、原研では放射性金属の溶融造塊試験を行っている。JPDRの解体で生じた実廃棄物を用いた試験では、残留核種であるCo-60のインゴット内への残留とその均一性を確認した。また引き続き実施中の、RIトレーサを用いた模擬廃棄物試験では、インゴット等の金属、スラグ、ダストの各生成物中への核種毎の移行割合を測定し、試験条件パラメータの影響を解析している。その結果、これまでにMn-54の場合は溶融温度が、Cs-137については造滓剤成分の影響が大きいことが確かめられた。
中村 寿; 金沢 勝雄; 佐藤 孝幸; 山手 一記; 藤木 和男
Proc., SPECTRUM 94,Nuclear and Hazardous Waste Management Int. Topical Meeting,Vol. 1, 0, p.206 - 210, 1994/00
金属廃棄物の合理的な処理・処分として再利用が考えられている。この再利用プロセスとして、溶融処理は必要かつ重要なプロセスである。このため、金属廃棄物に含まれる放射性核種の溶融・造塊時の挙動を把握することを目的に、JPDRの金属廃棄物及びRIによる模擬廃棄物を用いて溶融試験を行った。この結果、Mn-54、Co-60、Zn-65の大部分は鋼塊中に残留するが、Sr-85及びCs-135はスラグあるいは排ガス中へ移行することが分かった。これらの核種の分配割合は、各々の核種の酸化あるいは蒸発のし易さを考慮することで定性的に説明できる。溶融処理により得られた鋼塊中の放射能濃度はほぼ均一で、模擬廃棄物とJPDRの廃棄物の溶融結果とはCo-60に関してよい一致を示した。本報告は、金属廃棄物を溶融した場合の放射性核種の移行挙動に関し、基礎的な研究結果を述べたものである。
中村 寿; 金沢 勝雄; 佐藤 孝幸; 山手 一記; 藤木 和男
デコミッショニング技報, (9), p.41 - 50, 1993/12
原子炉施設の解体撤去においては、大量の廃棄物の発生が予想されている。これらの廃棄物を合理的に処分することは原子炉施設の廃止措置を円滑に進める上で重要である。この廃棄物の処分方法の一つとして、廃棄物の減容及び再利用が考えられている。特に金属廃棄物を再利用する際には溶融処理が必要で、重要なプロセスである。そこでバックエンド技術部では、動力試験炉(JPDR)の解体により発生した金属廃棄物等を用いて、放射性金属の溶融処理に関する基礎試験研究を昭和62年度から行っている。本試験の目的は、金属廃棄物の再利用で重要な溶融・造塊時の放射性核種の移行挙動を把握することにある。本報は、放射性金属溶融・造塊試験に関して、現在実施中の試験の概要、試験方法、溶融・造塊時の放射性核種の挙動、装置の運転経験などについて現状を紹介したものである。
玉置 等史; 吉田 一雄; 山手 一記*; 清野 赳*
no journal, ,
統合安全評価手法(ISA)を我が国のウラン加工施設に適用するための主要な検討課題として、事故シーケンスの発生頻度区分設定のための基礎情報充実がある。安全に寄与する因子(IROFS)の故障頻度指数,故障確率指数,継続時間指数は、運転経験,IROFSの種類・管理形態をもとにNUREG-1520附則Aに基づく指数表の定性的表現による判断により割当てるため、解析者の判断への依存度は大きく、半定量的な評価となっている。そのためISAの手順書に事故シーケンスの発生頻度評価の具体的な方法を示すことで、定量性及び客観性の向上を図る。継続時間指数を用いた事故シーケンスの発生頻度評価では、機器の種類により用いる以上の継続時間が違うため、機器の故障の検知に着目して2つの種類に分け、それぞれに対応する異常の継続時間を与える方法を示した。また、IROFSの頻度/確率指数を割り当てる際に利用可能な故障率データを既存の機器故障率データベースより抽出し、これを参照し指数を得る手順と、利用できるデータがない場合にはNUREG-1520附則Aの指数表を利用し指数を得る際の手順を示した。以上検討した手順をISAの手順に反映した。
